超大规格锆合金薄壁管制备工艺及性能的研究

锆合金因具有热中子吸收截面小，在高温高压下具有优异的力学性能和抗腐蚀性能，并与核燃料UO₂具有相容性，通常被用作反应堆内包壳材料和堆芯结构材料[1]。锆合金管材的生产方式一般是采用热挤压方法生产管坯，然后通过多道次冷轧生产出所需要规格的成品管材。目前核电、化工等行业用锆合金管材外径通常≤25mm，而对于大规格、薄壁的锆合金管材生产与研究，国内外少有研究报道。大规格薄壁管的生产难度大，存在外径尺寸控制难，椭圆度、直线度差等问题[2-3]。本文研究的锆合金管材外径达φ126mm,壁厚仅有3mm，外径与壁厚之比值大于30,达42,属于超大规格薄壁管[3]。

外径大、壁厚薄的管材轧制尺寸控制难度大，轧制管材端部易开裂。辊式矫直时，薄壁管易胀径、压塌、且矫直困难。故需开展此类产品的工艺技术研究，打通关键技术环节，旨在研究出超大规格锆合金薄壁无缝管的生产工艺技术。

1、试验材料与方法

1.1试验材料和加工工艺

试验材料为三次真空自耗电弧炉熔炼的Zr-4合金铸锭，直径φ760mm。铸锭经过多火次自由锻造，总变形量为83%，然后经过β淬火、机加得到小280mm挤压锭坯。其主要合金元素的化学成分见表1。

本试验锭坯挤压采用50MN挤压机，挤压润滑使用铜包套的方式进行。挤压锭坯采用电阻炉加热，加热制度：750℃/(2~2.5)h，挤压比7.9，挤压后的管坯为φ155mm。挤压管坯首道次轧制采用两辊皮尔格(Pilger)轧机，轧制变形量45%,相对减壁量与相对减径量的比值((Q值)为2.3。本试验成品轧制采用三辊Pilger冷轧管机，轧前直径φ154mm，成品轧制变形量41%,值为6.5，三辊轧机变形过程中管材所处的应力为三向压应力状态，有利于金属塑性变形，而且三辊轧制的成品尺寸精度高，管材内、外表面质量好，壁厚均匀，直线度好。本试验采用六辊可逆矫直机对管材进行矫直，矫直过程中利用纯弯曲、无压下量的工艺，矫直后管材直线度满足≤1mm/1000mm的要求。

1.2试验方法

为了进行力学性能、微观组织、氢化物测试，对成品φ126mm×3mm管材取样，取样示意图如图1所示。其中，AD、RD和TD分别是管材的轴向、径向和切向。按照ASTME8/E8M《金属材料拉伸试验方法》在AG-X100kN型电子万能材料拉伸试验机上开展管材轴向室温拉伸试验，按照ASTME21《金属材料高温拉伸试验方法》在WDW-50型微控电子万能试验机上开展管材轴向高温(315℃)拉伸试验。利用LEICA-DM2500M型金相显微镜观察管材横截面（RD-TD)的晶粒组织、氢化物分布，晶粒度评级按照ASTME112《测定平均晶粒度的试验方法》，氢化物取向因子（)按照ASTMB811《核反应堆燃料包壳用锆合金无缝管》测定；借助S-3400N型扫描电子显微镜（SEM)的EBSD功能分析管材的织构取向，并分析其织构因子。

2、试验结果与讨论

2.1尺寸精度及表面质量

相关稀有金属加工文献表明对于加工大规格薄壁管（管材外径与壁厚之比≥30)，外径与壁厚的比值越大，生产工艺控制越困难。本试验锆合金管材外径与壁厚之比为42,如果攻关成功，必须精准控制每一过程中间产品尺寸、质量，防止尺寸超差、直线度差或出现开裂等问题。

图2(a)为φ155mm挤压管坯，从中可以看出，挤压后管坯内外表面光滑，无凹坑、裂纹、皱褶等缺陷，表面质量优异，为后续提供了高质量的坯料。挤压管坯通过内绞、外车表面处理后，管坯外径公差为±0.8mm,壁厚公差为±0.8mm,尺寸精度高，外表面无铜皮、润滑剂、氧化皮等挤压缺陷，内表面光滑、无接刀痕、无台坎。

试验管材首道次乳制采用LG110两辊皮尔格(Pilger)冷轧机，乳制过程中充分润滑。φ126mm×3mm管材成品轧制采用LD150三辊Pilger冷轧管机，轧制后管材内、外表面质量好，壁厚均匀，直线度好，管材照片见图2(b)。本试验基于保证管材良好直线度的要求，中间退火、成品退火，均采用了卧式炉退火，退火后管材直线度变差，由原0.8mm/1000mm变成1.5mm/1000mm。管材成品矫直采用六棍可逆矫直机对管材进行，矫直过程中利用纯弯曲、无压下量的工艺，矫直后管材直线度满足≤1mm/1000mm的要求，外表面无严重矫直纹、压伤、无划伤，表面质量满足技术要求。

2.2力学性能

管材经530°C/2.5h再结晶退火后，取样检测其轴向室温和高温拉伸性能。选取多批次（≥5批）试验管材，每批次随机抽取1支φ126mm×3mm成品管材进行力学性能检测。

表2为不同批次成品管材多个试样拉伸性能。由表2看出不同批次成品管材室温、315°C高温的抗拉强度、规定塑性延伸强度/R0.2、断后伸长率数据波动小，质量稳定。φ126mm×3mm成品管材室温抗拉强度达545MPa,相对标准偏差为0.21%;规定塑性延伸强度R_p0.2达到398MPa，相对标准偏差为0.50%。材料室温强度满足核反应堆设计抗拉强度≥450MPa、规定塑性延伸强度≥310MPa的要求[5-7]，而且材料断后伸长率达到25.5%，相对标准偏差为1.96%，表明材料塑韧性较好。φ126mm×3mm成品管材315°C高温抗拉强度

达266MPa,相对标准偏差为0.43%;规定塑性延伸强度达到163MPa，相对标准偏差为1.06%,材料高温力学性能满足Zr-4合金核反应堆服役设计抗拉强度≥214MPa、规定塑性延伸强度≥120MPa的要求，材料高温断后伸长率达到34.3%,相对标准偏差为2.22%,表明该材料的高温塑韧性也满足服役要求。

2.3显微组织与氢化物

图3为小126mm×3mm成品管材横向金相组织。可以看出，成品管材组织已再结晶，晶粒都是六边形等轴晶，晶粒细小、均匀一致，按照ASTME112检测该试验管材晶粒度为11.0级，等轴晶粒平均直径为7.9μm。本试验管材金相组织达到了预期研制目的，说明该管坯制备工艺合理，成品退火温度、成品道次变形量设计合理。

管材轧制包含了复杂的变形过程，通过皮尔格周期性变形后，锆晶体基面倾向于与主要形变方向平行，轧制变形时通过控制Q值可以减少织构的分散度。当采用以减径为主的管材加工工艺时（Q<1）主要形成[0002]基轴取向切向的织构[8-9]；当采用以减壁为主(Q>1)的加工工艺时，主要形成[0002]基轴取向径向的织构。本试验采用以减壁为主的轧管工艺，首道次轧制Q值为2.3，成品道次轧制Q值达6.5,这样可以使绝大多数晶粒的基极取向为管材径向，这样在使用过程中形成的氢化物多呈周向分布,可以避免氢脆的发生。

图4为φ126mm×3mm成品管材的织构。采用EBSD分别测量成品管材径向RD、切向TD、轴向AD三个方向的织构因子。由极图、反极图、折线图可以看出，成品管材大多数晶粒的取向以径向取向为主，径向织构因子最大达0.55,这样有利于管材氢化物沿管材周向分布。锆合金在核电站核岛服役过程中，冷却水中的氧会与锆材料反应，由此产生的氢以及因为水化学控制所存在的氢都会在某种程度上被锆合金吸收[10]。锆合金吸氢后，长期在应力作用下可能造成延迟氢脆，是影响反应堆安全的主要因素之一。锆合金管中，切向取向的氢化物与径向基极的织构相对应。当锆合金管材的[0002]基轴主要取向径向时，氢化物主要平行于包壳管表面分布。这种分布可防止包壳在使用过程中发生氢脆。

由图5(a)看出φ126mm×3mm成品管材氢化物几乎呈水平状分布。由图5(b)得知，其大于等于40°方向的氢化物取向因子(40°〜90°之内的氢化物条数占氢化物总数的比例[11]均小于0.2，远远小于再结晶退火≤0.5设计要求，且同一管材横截面内层、中间层、外层不同位置氢化物取向因子差异较小，取向因子大小相当。本试验管材织构因子、氢化物取向达到了预期的研制目的，再次验证说明该管坯制备工艺合理，淬火工艺、挤压工艺、真空退火温度、道次变形量、相对减壁量与相对减径量的比值(Q值)设计合理。

3、结论

(1)采用挤压、淬火、两道次轧制、纯弯曲矫直、卧式真空退火工艺生产的φ126mm×3mmZr-4合金管材，尺寸精度高，表面质量、室温和高温力学性能满足核反应堆设计要求。

(2)成品管材的显微组织为等轴再结晶组织，并且细小、均匀一致，晶粒度为11.0级。

(3)成品管材的[0002]基轴取向主要呈径向分布，这样可使氢化物取向主要沿包壳管周向分布，可防止包壳管在使用过程中发生氢脆。

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